Испытания на разрыв облученного образца в «горячей камере». Лаборатория ORLN.
- Быстрые частицы «ломают» решетку, вызывая перескоки атомов материала по ним. Это приводит к уменьшению пластичности и росту хрупкости.
- Нейтроны могут поглощаться различными атомами, вызывая их трансмутацию — превращения в более тяжелый элемент (например Fe56 + и -> Mn57). Чаще всего образовавшийся изотоп радиоактивен, и он распадается через какое-то время. Так происходит активация материала — насыщение его радиоактивными изотопами
- Эти радиоактивные изотопы могут распадаться с образованием альфа-частицы. Альфа-частицы не уходят из материи, а рекомбинируются в гелий. Гелий накапливается внутри материала, вызывает его распухание и растрескивание. Аналогичные процессы (в меньшем масштабе) происходят с накоплением водорода, который образуется при распаде нейтронов.
- Для очень быстрых налетающих нейтронов возможен прямой развал атома конструкционного материала, с образованием множества осколков и сильно радиоактивного остатка.
- Активация материала приводит к изменению его химического состава и разнообразным коррозионным процессам. Особенно нелегко приходится в местах сварки и спаев
Распухание образца из нержавеющей стали под влиянием нейтронов
Универсальным мерилом того, как далеко заходят эти разрушающие процессы является величина с.н.а. — смещений на атом (или dpa в англоязычной литературе). Она означает, сколько в среднем на каждый атом придется актов взаимодействия с излучениями. Характерные величины для ядерных реакторов — от 5 до 60 с.н.а.
Расчетные радиационные повреждения выгородки реактора ВВЭР-1000 в с.н.а.
Воздействие реакторных условий на различные марки сталей. ЭИ/ЧС — специальные реакторные стали.
Материаловеды придумали множество сплавов, сталей и неметаллических материалов для работы в таких условиях. Их, кстати, часто отличает сумасшедшая точность состава, речь идет о точности до 0,01% содержания легирующих примесей. На сегодня 60 с.н.а. является пределом для современных ядерных материалов, причем такие материалы еще и ограничены по рабочей температуре, и не могут, например, использоваться в горячих быстрых реакторах.
Различные по содержанию кислорода и железа циркониевые сплавы. Обратите внимания, что области допустимых значений допантов ~500 ppm, т.е. 0,05%
Однако для будущих быстрых реакторов деления и для термоядерных реакторов нужны материалы, способные стоять до 150 (а лучше до 300) с.н.а. без разрушения, а в случая термояда — стоять не просто в потоке нейтронов, но в потоке сверхэнергичных нейтронов. Кстати, одной из основных проблем этого раздела материаловедения является медленных набор повреждающих доз — 20 с.н.а в год в лучших реакторах, т.е. что бы набрать 160 с.н.а., надо оставить сборку в реакторе на 8 лет.
Перспективные реакторные материалы и программа их облучения в реакторе БОР-60.
Для того, что бы создавать и проверять материалы будущих термоядерных реакторов нужны специфические источники термоядерных нейтронов. Тут не подойдут ни высокопоточные исследовательские ядерные реакторы, ни спаляционные (ускорительные) установки. Поэтому в 2000х годах Европа и Япония приняли программу создания специальной исследовательской лаборатории IFMIF/EVEDA для испытаний перспективных материалов.
Схема IFMIF/EVEDA
И план здания. Найди человека в этой «лаборатории».
Установка IFMIF представляет из себя два небольших, но сильноточных ускорителя дейтронов (ионов дейтерия) до энергии примерно 40 МЭв и литиевой мишени (а именно льющегося потока жидкого лития, толщиной 25 мм). Ускоритель довольно уникальный большим током (125 мА), выдаваемым в постоянном (а не импульсным) режиме. Ускоритель состоит из традиционных элементов — плазменного источника ионов, фокусирующих систем (LEBT, MEBT, HEBT), радиочастотного ускорительного модуля с электродинамическим удержанием ионов (RFQ) и радиочастотного ускорительного модуля с электромагнитным удержанием и резонаторными полостями (SRF Linac).
Ускоритель IFMIF, его элементы и разработчики.
Ускоренные дейтроны от двух одинаковых ускорителей взаимодействуют с литием по реакции D + Li -> 2He + n. При этом образовавшийся нейтрон очень похож на термоядерный по своей энергии. Литиевая мишень, кстати, тоже довольно уникальная конструкция, занимающаяся очисткой лития от продуктов деления и формирующая завесную мишень.
Схема литиевой мишени...
… и ее прототип в натуральную величину!
Получившиеся нейтроны прилетают на испытательный объем, который имеет камеры с разной мощностью нейтронного потока. В самой высокоинтенсивной камере (объемом всего поллитра, что тем не менее позволяет испытывать множество небольших образцов одновременно) создается поток 10^18 н*сек/см^2 — это в 200 раз больше, чем на самых высокопоточных ядерных реакторах. Есть камеры и с меньшей интенсивностью, которые, однако, позволяют тестировать уже целые экспериментальные конструкции с охлаждающей жидкостью и т.п.
Спектральная мощность нейтронного потока в перспективном термоядерном реакторе DEMO, и лаборатории IFMIF.
Вторая часть лаборатории (EVEDA)- это горячие камеры для всяких исследований того, что же случилось с облученными образцами, как изменились их механически, физические и химические свойства.
Облучательные камеры IFMIF/EVEDA В центре HFTM скорость набора дозы быстрыми нейтронами будет составлять 60 сна в год.
Образцы материалов, которые будут испытываться в IFMIF. Всего в высокопоточную камеру можно загрузить до 1000 таких образцов.
И примерно вот такие горячие камеры для исследований облученных образцов.
На данный момент идет установка и поэтапный запуск оборудования (так — «голова» ускорителя, источник ионов уже во всю тестируется на рабочих режимах). Оборудование установки изготавливается как европейскими, так и японскими организациями.
Здание, где расположена IFMIF/EVEDA в Роккашо, Япония.
После запуска лаборатории в 2017 году в ней начнутся интенсивные исследования перспективных материалов для первой стенки, бланкета и других элементов ТЯР, «живущих» в самых тяжелых радиационных исследованиях. Возможно, именно здесь перспективные материалы типа ванадий-титановых сплавов или карбида кремния SiC перейдут из перспективных в утвержденные. Если их характеристики окажутся близки к ожидаемым, то промышленные токамаки могут стать заметно ближе, а многие из «бумажных» концепций ядерных реакторов деления (например travelling wave reactor) станут возможными.
Комментарии (11)
stalinets
02.08.2015 08:24+9А вот, как я понял, воздействие мощной бета-радиации на стекло.
tnenergy
02.08.2015 11:10+5Фигуры Лихтенберга. Электронных ускоритель напихивает электронов в стекло, и они разряжаются с пробиванием вот таких каналов.
telnov
02.08.2015 12:42+1Да, скорее всего это оно. Только наверное это стеклопакет с металлическим обрамлением. Каналы как будто исходят от краев стекла. Металл отработал как один из электродов при этом процессе.
Psychosynthesis
04.08.2015 23:09Очень интересная тема, информации в сети не так много по ней.
Это ещё для разного рода спутнико-строителей тоже весьма важные данные.
iulian_b
05.08.2015 18:29+1Думаю, будет интересен вот этот автореферат, если поглубже смотреть на эту тему: Повышение физико-механических свойств аустенитных коррозионно-стойких хромоникелевых сталей для высокотемпературных технологических систем энергетического машиностроения.
sergku1213
Спасибо, получил удовольствие, хотя в общих чертах как бы и знал. А вот подробности про такие стали, да источник нейтронов… Небыстрый получается путь к термояду. Вы, наверное в теме — Ваше мнение про ториевые реакторы? Я имею в виду деление тория(и не только его) быстрыми протонами при помощи богомоловского ускорителя на обратной волне. Это насколько-то реально? Уже понятно, что по материаловедческой части там конь не валялся, а всё-таки?
tnenergy
>Ваше мнение про ториевые реакторы? Я имею в виду деление тория(и не только его) быстрыми протонами при помощи богомоловского ускорителя на обратной волне. Это насколько-то реально?
Сложно сказать — облик ЯРТ несколько раз мутировал под напором критики. Последний вариант с размножающей зоной уже близок к классическим ADS системам, и теоретически уже реалистичен. При этом все эти бредни про извлечение энергии из свинца или U238/Th232 благополучно ушли.Но проблем там столько, что мне кажется, никто и никогда в это направление инвестировать не будет. Страх перед реактивносными авариями, поднятый Чернобылем уже слегка поутих (теперь боятся цунами и землетрясений :)), а других преимуществ у ADS нет.
Mad__Max
Ну как сказать, наиболее
упоротыеупертые адепты продолжают настаивать именно на U238/Th232, забраковав только свинец как очевидную глупость.Несмотря на эксперименты и кое-какое финансирование на практике ничего дельного пока не получается(238 вообще дейсвительно там делится, но совсем не в тех мастабах как расписывается), но это естественно потому что «враги» мешают и конкуренты («бесполезный» ИТЭР в частности, как и БН реакторы) козни строят :)
Хотя преимущество теоретическое все же есть — намного более быстрое «размножение» топлива относительно быстрых реакторов. В случае если программа БН будет и дальше так тормозить доживем до существенного дефицита «легкого» топлива (Уран-235, плутоний) может стать очень даже актуальным.